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核电项目质保分级和质保要求分等现状与建议 被引量:5
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作者 段红卫 李巨峰 +4 位作者 王京 王雁启 田丰 张晖 李娟 《核安全》 2015年第2期20-24,74,共6页
本文对目前国内一些核电厂、核工程设计院有关物项和服务的质保分级以及影响质量活动的质保要求分等的现状进行了分析,指出了质保分级存在的问题,尤其是影响质量活动的具体质保要求及其分等方面存在的具有普遍性的问题。通过对美国的质... 本文对目前国内一些核电厂、核工程设计院有关物项和服务的质保分级以及影响质量活动的质保要求分等的现状进行了分析,指出了质保分级存在的问题,尤其是影响质量活动的具体质保要求及其分等方面存在的具有普遍性的问题。通过对美国的质保大纲分类及其标准的分析以及有关规定的解析,提出了解决质保分级和质保要求分等问题的具体思路和方法的建议。 展开更多
关键词 核电 质保分级 质保要求分等
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乏燃料后处理厂高放废液和废有机溶剂处理系统典型安全问题分析 被引量:5
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作者 宋凤丽 吕丹 +7 位作者 阙骥 刘志辉 赵善桂 汪世军 刘运陶 刘新华 吴浩 段红卫 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2015年第2期320-327,共8页
乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系... 乏燃料后处理过程会产生大量的放射性废液,需要对其进行净化处理。本文介绍了高放废液处理系统、高放废液贮存系统和废有机溶剂处理系统,分析了需要关注的安全问题,并讨论相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废液处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。 展开更多
关键词 高放废液 废有机溶剂 处理系统 安全问题
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HAF003修订中一些问题的探讨 被引量:3
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作者 黄超云 王晓涛 +1 位作者 段红卫 田丰 《核安全》 2013年第2期13-16,共4页
基于对国内外核电质量保证实践的对比分析与研究,论述了在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的修订过程中需要考虑和关注的事项,涉及管理职责、独立评价、设计控制和采购控制等24个问题,以期为国家核安全局主持的HAF003修订工作提供... 基于对国内外核电质量保证实践的对比分析与研究,论述了在《核电厂质量保证安全规定》(HAF003)的修订过程中需要考虑和关注的事项,涉及管理职责、独立评价、设计控制和采购控制等24个问题,以期为国家核安全局主持的HAF003修订工作提供参考和建议。 展开更多
关键词 HAF003 质量保证 修订
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某核电厂主泵—主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评
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作者 方庆贤 吴清可 +4 位作者 朱宏 刘振领 孙造占 黄炳臣 段红卫 《核安全》 2007年第1期8-12,共5页
针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案。并对该核电厂今后的运行提出了安全要求。
关键词 不符合项 审评 主泵-主管道焊缝 防脆断分析 LBB
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核电材料C_V值的要求
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作者 方庆贤 路燕 段红卫 《核安全》 2009年第4期58-60,共3页
冲击韧性C_v值是核级设备材料的一项很重要的指标,也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的C_v值要求,可供核电设备设计、评审时应用。
关键词 冲击韧性 核级设备材料
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Pu催化HNO_2氧化U(Ⅳ)的研究
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作者 王浩文 周贤明 +5 位作者 李高亮 兰天 刘金平 常尚文 何辉 段红卫 《核化学与放射化学》 CAS CSCD 北大核心 2014年第5期295-299,共5页
研究了Pu存在条件下HNO2氧化U(Ⅳ)的反应,并考察了HNO2浓度、反应温度、HNO3浓度、Pu浓度对U(Ⅳ)氧化速率的影响。结果表明:Pu对HNO2氧化U(Ⅳ)的反应具有显著催化作用;获得了Pu催化条件下HNO2氧化U(Ⅳ)的动力学方程:-dc(U(Ⅳ))/dt=kc(U(... 研究了Pu存在条件下HNO2氧化U(Ⅳ)的反应,并考察了HNO2浓度、反应温度、HNO3浓度、Pu浓度对U(Ⅳ)氧化速率的影响。结果表明:Pu对HNO2氧化U(Ⅳ)的反应具有显著催化作用;获得了Pu催化条件下HNO2氧化U(Ⅳ)的动力学方程:-dc(U(Ⅳ))/dt=kc(U(Ⅳ))c1.3(HNO3)c1.3(NO-2),得到了29℃时的反应速率常数k=(0.69±0.04)L2.6/(mol 2.6·min)。并对反应历程进行了探讨。 展开更多
关键词 HNO2 U(Ⅳ)氧化 Pu催化 机理
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核质量保证在聚变实验装置建设项目中的应用研究
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作者 韦敏 段红卫 +5 位作者 黄素贞 苏津津 高建 田佳树 李巨峰 吴皖燕 《核安全》 2024年第6期41-46,共6页
聚变能资源丰富、清洁安全,是世界公认的人类未来终极能源,各发达国家正加速推进聚变能商业化的应用进程。聚变能实验装置是可控核聚变从科学研究向工程转化的重要环节,为未来聚变堆提供集成实验验证平台。本文基于聚变实验装置建设项... 聚变能资源丰富、清洁安全,是世界公认的人类未来终极能源,各发达国家正加速推进聚变能商业化的应用进程。聚变能实验装置是可控核聚变从科学研究向工程转化的重要环节,为未来聚变堆提供集成实验验证平台。本文基于聚变实验装置建设项目的特点,分析核质量保证要求在聚变实验装置建造过程中的适用性,并以ISO 9001质量管理体系标准要求为基础,引入和借鉴核质量保证要求及其管理工具和方法,探索构建适用于聚变实验装置建设过程的质量管理体系,为未来聚变工程堆和商业堆的建造质量保证提供强有力的基础。 展开更多
关键词 核质量保证 聚变实验装置 质量管理体系
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石材工业信息管理系统的研究开发
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作者 吴爱华 李磊 +5 位作者 张进生 王志 周克继 张乐林 彭京涛 段红卫 《石材》 1998年第4期13-15,共3页
一、引言 随着社会的发展和科学技术的进步,信息的作用日益被人们所认识。特别是进入90年代后,由于市场竞争的不断加剧,信息成为企业进行竞争的重要手段,能否及时准确地掌握信息,迅速处理和正确地运用信息,是决定企业能否制定正确的经... 一、引言 随着社会的发展和科学技术的进步,信息的作用日益被人们所认识。特别是进入90年代后,由于市场竞争的不断加剧,信息成为企业进行竞争的重要手段,能否及时准确地掌握信息,迅速处理和正确地运用信息,是决定企业能否制定正确的经营决策,进而赢得市场的重要因素。因此,研究和开发计算机管理信息系统是企业管理的一项重要工作。 山东石材工业协会多年来在为会员单位提供咨询服务和协助政府管理石材行业做了大量的工作。近几年。 展开更多
关键词 石材工业 信息管理系统 技术 市场 建筑材料
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管板孔不同开槽宽度对胀接接头拉脱力的影响 被引量:4
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作者 范庆祝 段红卫 《石油化工高等学校学报》 CAS 2005年第2期53-55,共3页
随着计算机技术的快速发展,CAE技术也越来越多的应用到工程技术领域。采用计算机有限元技术,在对换热器管板在开槽宽度不同情况下,对液压胀接接头拉脱力的有限元进行模拟分析。使用ANSYS软件进行三维建模,并施加载荷及边界约束条件进行... 随着计算机技术的快速发展,CAE技术也越来越多的应用到工程技术领域。采用计算机有限元技术,在对换热器管板在开槽宽度不同情况下,对液压胀接接头拉脱力的有限元进行模拟分析。使用ANSYS软件进行三维建模,并施加载荷及边界约束条件进行模拟计算。根据理论设计参数进行实验,将实验结果与有限元模拟结果进行比较,结果发现:拉脱过程中支反力最大值发生在拉脱起始阶段,开槽宽度越大,拉脱力越大;当开槽宽度小于6mm时,理论与实验结果非常接近;当开槽宽度大于6mm时,理论与实验结果随宽度增大而相差越大,主要是由于管子和槽边缘之间的严重的“刮蹭”引起的。 展开更多
关键词 液压胀接 槽宽度不同 拉脱力 有限元分析
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软水密闭循环冷却水工艺在酒钢7#高炉的应用 被引量:1
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作者 裴文涛 段红卫 《能源与节能》 2013年第1期41-43,共3页
通过对酒钢7#高炉软水循环冷却水系统工艺介绍,分析了不同系统工艺在运行中存在的问题,提出相应改进措施和意见建议。
关键词 软水密闭循环水 冷却 应用
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核泄漏的信号检测系统优化设计与实现
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作者 王京 李巨峰 段红卫 《现代电子技术》 北大核心 2015年第24期124-127,共4页
为了保障核所处环境的安全性,设计并实现一种核泄漏信号检测系统,给出系统总体设计框图,将控制模块作为核泄漏信号检测系统的核心,主要负责整个系统的统一控制与调度,对各模块之间的通信进行协调。通过放大滤波模块对信号进行放大滤波... 为了保障核所处环境的安全性,设计并实现一种核泄漏信号检测系统,给出系统总体设计框图,将控制模块作为核泄漏信号检测系统的核心,主要负责整个系统的统一控制与调度,对各模块之间的通信进行协调。通过放大滤波模块对信号进行放大滤波处理。利用采集模块对信号进行采集,为后续数据的处理提供基础。利用数据通信模块完成控制板和上位PC机之间的通信,接收上位机的任务,同时将信号采集模块采集的数据发送至上位机进行处理,以及将部分命令发送至下位的电机板,实时接收电机板返回的数据和状态进行处理。软件设计过程中,对核泄漏信号检测系统进行了详细的分析,并给出核泄漏信号检测的实现过程以及系统部分程序代码。实验结果表明,所设计的系统具有很高的实用性和可靠性。 展开更多
关键词 核泄漏 信号检测 控制模块 系统设计
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对核电厂质量保证监查的改进建议
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作者 王雁启 杨雪 +1 位作者 李巨峰 段红卫 《核安全》 2022年第4期48-54,共7页
监查是核电厂营运单位对核电厂质量保证体系进行独立评价的一种强制性的通用方法。随着核电行业的快速发展,核电机组数量和反应堆堆型逐渐增多,机组状态也越来越复杂,同时核电厂的质量保证人员数量和能力也不足,在这种情况下如何确保乃... 监查是核电厂营运单位对核电厂质量保证体系进行独立评价的一种强制性的通用方法。随着核电行业的快速发展,核电机组数量和反应堆堆型逐渐增多,机组状态也越来越复杂,同时核电厂的质量保证人员数量和能力也不足,在这种情况下如何确保乃至提升监查水平,进而实现对质量保证体系的持续改进,成了亟待解决的问题。在借鉴国内外有关核电厂监查理论和良好实践的基础上,结合我国对核电质量保证体系的要求,根据核电厂所处不同工程阶段和活动内容,从监查人员、监查频度和联合外部监查等方面提出了对监查进行改进的建议。 展开更多
关键词 核电厂 质量 质量保证 监查
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